JP3917197B2 - 核燃料バンドル及び原子炉の炉心 - Google Patents
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Description
【産業上の利用分野】
本発明は、原子炉に関し、特に、原子炉内のプルトニウムの利用を改善するための、燃料バンドルの燃料棒におけるガドリニウムのような中性子吸収材の配置及び使用に関する。
尚、米国政府は、米国エネルギ省による契約番号第DE−AC03−93SF−19681号に基づいて本発明に関する権利を有する。
【0002】
【従来の技術】
多量の兵器等級プルトニウムを炉内燃焼により変換して破壊する原子炉の能力に関心が高まっている。例えば、沸騰水型原子炉では、ウランのような核分裂性物質と、プルトニウム又はトリウムのような少量の他の核分裂性物質とを核燃料ペレット内に用いていることが普通である。又、中性子吸収材が核燃料ペレットにおいてしばしば用いられており、炉心内の燃料の固有余剰反応度を制御して、効率及び経済性を高めると共に燃料の使用寿命を長くする。例えば、沸騰水型原子炉では、初期余剰反応度を有しているウランが、一般に可燃性毒物と呼ばれる減損し得る中性子吸収材、例えばガドリニウムと組み合わされている。この初期余剰燃料反応度は、減損し得る中性子吸収材の導入により軽減され、この中性子吸収材はその中性子吸収能力を漸増的に発揮する。即ち、可燃性毒物は余剰中性子を吸収して、初期余剰反応度の期間中における燃料反応度の平坦化又は安定化に役立ち、その後、中性子を燃料の反応度減少にほぼ匹敵する減少率で吸収し、こうして反応度を実質的に一定に保っている。代表的な沸騰水型原子炉では、燃料バンドルの燃料棒のほとんどが核分裂性物質であるウランを含んでおり、わずかばかりの燃料棒が核分裂性ウランと、ガドリニウムのような可燃性毒物との組み合わせを有している。
【0003】
プルトニウムは従来、例えば本出願人に譲渡された米国特許番号第5089210号を参照すればわかるように、沸騰水型原子炉用の代替燃料と考えられており、核分裂性ウラン及びプルトニウムと可燃性毒物との組み合わせも同様であるが、沸騰水型原子炉で用いることのできるプルトニウムの量には厳しい限度があると一般に信じられてきた。特に従来考えられてきたことは、原子炉内の全燃料棒の約4分の1以下にプルトニウム又は混合酸化物燃料を装荷すれば、許容し得ない運転結果をもたらさないということである。又、原子炉設計者は従来、プルトニウムの存在はガドリニウム反応度制御の効果を妨げると信じてきた。このことは、この種の原子炉で通例行われているようにガドリニウムを全燃料棒の10%〜20%に装荷した場合には確かに言えることである。従って、原子炉におけるプルトニウムの燃料としての使用は、これらの事情及び他の事情により制限されてきた。
【0004】
【発明の概要】
本発明によれば、原子炉用燃料としてのプルトニアの利用を改善するように燃料棒において、ウラニアと、プルトニアと、ガドリニアとの組み合わせを用いることができることがわかった。但し、燃料棒は、各燃料バンドル内の可燃性毒物の広範な使用と関連して、燃料バンドル内に特定の仕方で配置されている。更に詳述すると、もしガドリニウムを核分裂性ウラン及びプルトニウムと組み合わせて内側燃料棒内に配置し、そして燃料バンドルの外周部を形成している外側燃料棒がガドリニウムを有していないようにすれば、原子炉内の燃料としてのプルトニウムの利用は、原子炉の出力レベルの安定性を損なうことなく改善され得る。プルトニウムは好ましくは、燃料バンドルの全燃料棒内に様々な百分率で装荷されている。
【0005】
周知のように、濃縮ウランと、ガドリニウムとを内蔵している燃料バンドルの反応度は、時間の経過と共に特性的な反応度曲線を描き、各燃料バンドルの曲線がこの特性的な反応度曲線に近似していなければ、原子炉の全体的な定常出力レベルを保てない。典型的な燃料バンドル構成において、核分裂性物質であるウラン及びプルトニウムを可燃性毒物であるガドリニウムと組み合わせることにより、所望曲線とは特性的に異なる反応度曲線が得られる。しかしながら、ウランと、プルトニウムと、可燃性毒物とを内蔵している個々の燃料棒を内側配列棒として配置すると共に、可燃性毒物を比較的広範に用いることにより、大幅に離隔した燃料棒内に可燃性毒物を適度に用いた典型的な濃縮ウラン燃料バンドルの反応度特性曲線が近似的に得られ、原子炉に定常出力レベルが生じ得ることがわかった。即ち、変換すべきプルトニウム燃料を含んでいる燃料バンドル設計は、濃縮ウラン燃料と通常関連する反応度特性と良く似た反応度特性を有している。
【0006】
本発明による好適な実施例では、全体的に正方形に配列された複数の燃料棒を含んでいる核燃料バンドルが設けられており、各燃料棒は所定の濃度の核分裂性物質を有しており、少なくとも大部分の燃料棒がプルトニウムを含んでおり、全燃料棒のうちの所定の数の燃料棒が、ある濃度の中性子吸収材を有している。前述の所定の数の燃料棒は、内側配列棒を構成しており、そしてこれら所定の数の燃料棒のすべては、前述の複数の燃料棒のうちの外周配列棒内に存在しており、内側配列棒の所定の数は、燃料バンドル内におけるの複数の燃料棒の全数の20%よりも多い。
【0007】
本発明による他の好適な実施例では、核燃料バンドル内に配置された複数の燃料棒を含んでいる核燃料バンドルが設けられており、各燃料棒は所定の濃度の核分裂性物質を有しており、少なくとも大部分の燃料棒がプルトニウムを含んでおり、全燃料棒のうちの所定の数の棒が、ある濃度の中性子吸収材を有している。この燃料バンドルは又、図4(C)に示す反応度曲線に実質的に相当する反応度曲線を有している。
【0008】
本発明による更に他の好適な実施例では、複数の燃料バンドルを有している原子炉の炉心において、複数の燃料バンドルの少なくとも第1のバンドルが、ある濃度の濃縮ウランを有している複数の燃料棒を含んでおり、第1のバンドルの燃料棒のいくつかが、ある濃度の可燃性毒物を有しており、そして第1のバンドルは、図2(C)の反応度曲線に実質的に相当する反応度曲線を有している。又、複数の燃料バンドルの少なくとも第2のバンドルが複数の燃料棒を含んでおり、これら複数の燃料棒の各々は、ある濃縮度の濃縮ウランと、プルトニウムとを有しており、第2のバンドルの燃料棒のいくつかが、ある濃度の可燃性毒物を有している内側配列棒を形成しており、これらの内側配列棒は、可燃性毒物を有していない外側配列棒によって囲まれており、そして第2のバンドルは、図4(C)の反応度曲線に実質的に相当する反応度曲線を有している。
【0009】
【発明の目的】
従って、本発明の主目的は、原子炉においてプルトニウムの炉燃料としての利用を改善することにある。
【0010】
【実施例】
次に、図面に例示する本発明の好適な実施例を詳述する。
図1は典型的な沸騰水型原子炉の炉心Cを示し、炉心Cは、正方形に配列されている4つの並置燃料バンドルBを含んでおり、4つの並置燃料バンドルBは、参照番号12、14、16及び18で示されている。これらの燃料バンドルは、当業者に周知の仕方で支持されており、その支持の説明は不要と思われる。図示のように、各燃料バンドルは、核燃料ペレットを内蔵している複数の個別燃料棒20と、1つのウォータロッド(WR)22とを含んでおり、こうして、原子炉に核分裂性物質が供給されている。自己持続核分裂反応が核分裂生成物を生成すると言えば十分であり、核分裂生成物の運動エネルギは、燃料棒内で熱として散逸する。この熱は、燃料棒と燃料バンドルとを囲んでいる冷却水によって除去され、冷却水は沸騰して蒸気となり、この蒸気から仕事に有用なエネルギが抽出される。
【0011】
次に、先行技術の図2(A)〜図2(C)を説明する。図2(A)〜図2(C)は濃縮ウランを燃料として用いる典型的な燃料バンドル設計を示す。図2(A)に示すように、燃料棒格子内の各燃料棒24にはその燃料装荷を表す参照番号を付けてある。図2(B)は、各燃料棒に装荷した濃縮ウランと、可燃性毒物の一例であるガドリニウムとを示す。例えば、図2(B)における参照番号3の燃料棒は、3.6%の濃縮ウランを含有している燃料棒を示し、この燃料棒の残部は実質的にウランで形成されている。又、図2(A)の燃料バンドルB内の参照番号3の燃料棒はすべて、これらの成分を有している。参照番号7の燃料棒は、3.95%の濃縮ウランと、5.00%の可燃性毒物、例えばガドリニウムとを含有している。図2(A)に示すように、濃縮ウランとガドリニウムとを組み合わせた成分の濃度を有している参照番号7の燃料棒は、本数が少なく、燃料バンドルの内部に幾何学的に対称に配置されている。即ち、典型的な燃料バンドル内に示す60本の燃料棒のうちの8本の燃料棒のみに可燃性毒物であるガドリニウムが装荷されている。
【0012】
図2(C)は無限増倍率(反応度(K∞))を燃料照射(燃焼度)の関数として示す代表的な燃焼度反応度曲線を例示する。燃焼度は、燃料の有用寿命中に燃料によって発生されるエネルギの目安である。燃料の反応度は、その寿命の最初における1に近い値から曲線部分a上の約8GWd/MTの燃焼度に対応する所定の時点で約1.2の値まで急激に上昇していることに注意されたい。次いで、この初期反応度は、曲線部分bで示すように燃料の有用寿命の最後まで直線に近い線形をなして下降している。この特性曲線を各燃料バンドルについて維持することが重要である。そうすると、新しい燃料バンドルの反応度増加により古い燃料バンドルの反応度減少を打ち消すことができる。この反応度均衡により、原子炉を長期間にわたり比較的安定した定常割合で運転することができる。
【0013】
図3(A)〜図3(C)はプルトニウムを燃料として組み込んでいる燃料バンドルを示す。前述の図と同様に、濃縮ウラン、プルトニア及びガドリニアの濃度が、各燃料棒について示されている。例えば、参照番号3の燃料棒は、0.2%の濃縮ウランと、3.00%のプルトニウムとを核分裂性物質として含有しており、この燃料棒の残部は実質的にウランを含んでいる。ガドリニアは図3(A)の格子内の参照番号3の燃料棒には含有されていない。参照番号6の燃料棒は、図3(B)に示すように、0.20%の濃縮ウランと、5.00%のプルトニウムと、3.00%のガドリニアとを含有している。図3(A)に示すように、ガドリニウムを装荷した参照番号6の燃料棒は、本数が少なく、そして燃料バンドル格子内に存在している。即ち、図示のように、8本のこのような燃料棒が燃料棒バンドルBの内部に対称的に存在している。これらの燃料棒の反応度特性曲線を図3(C)に示す。この反応度曲線は、勾配を含んでいる形状が図2(A)の濃縮ウラン燃料棒の反応度曲線とはかなり異なっていることに注意されたい。
【0014】
図4(A)〜図4(C)は本発明による燃料バンドル設計を示す。従来の2つの燃料バンドルにおけるのと同数の燃料棒が8×8配列状に示されている。図4(B)は、先行技術の対応する図のように燃料棒の成分を示す。例えば、参照番号5、6及び7の燃料棒は、様々な百分率の濃縮ウラン及びプルトニウムと共に、1.00%のガドリニア濃度を有している。参照番号1、2、3及び4の燃料棒は、ガドリニアが欠如している。図4(A)に示すように、ガドリニアを装荷した燃料棒は内側配列棒として配置されており、そして全体的に、ガドリニウムを有していない参照番号1、2、3及び4から成る外周配列燃料棒によって囲まれている。
【0015】
図4(C)は図4(B)で示す成分を有している図4(A)の燃料バンドルの燃焼度反応度曲線を示す。参照符号a’で示すような燃料反応度の運転開始からピークまでの上昇と、参照符号b’で示すようなこのピークからの直線形に近い下降とに注意されたい。
本発明によれば、可燃性毒物、例えばガドリニウムを含有している燃料棒の数は、その可燃性毒物が内側配列燃料棒内のプルトニウムと組み合わされた場合に、燃料バンドル内の燃料棒の総数の20%を超えるべきであるということがわかった。そうすれば、図4(C)に示す反応度特性曲線が得られる。図4(C)の反応度曲線と図2(C)の反応度曲線とにおける勾配を含んでいる形状の実質的な類似性と、図4(C)の反応度曲線と図3(C)の反応度曲線とにおける実質的な相異とに注意されたい。既に示したように、図4(A)におけるようなプルトニウムの燃料としての優れた使用をもたらす本発明の燃料バンドルは、図2(A)〜図2(C)に示したような濃縮ウランとガドリニウムとを用いた燃料バンドルの反応度曲線と、勾配を含んでいる形状において実質的に合致している反応度曲線を有しているということが重要である。図2(C)及び図4(C)の2つの反応度曲線は又、反応度の値が実質的に合致している。従って、図4(A)において、内側配列の32本の燃料棒の各々の燃料棒は、濃縮ウランと、プルトニアと、ガドリニアとの組み合わせを有しており、こうしてプルトニウムの利用を改善し、他方、外周配列の28本の燃料棒は、可燃性毒物であるガドリニアが欠如しており、プルトニウムと、濃縮ウランとのみの組み合わせを有している。プルトニウムと、濃縮ウランと、ガドリニウムとを含有している比較的少数の内側燃料棒を用いても、例示した反応度曲線と実質的に同じ曲線を得ることができる。その結果、燃料バンドル内の内側配列燃料棒として存在しているガドリニウムを含有した燃料棒の数は、燃料バンドル内の燃料棒の総数の20%〜60%の範囲内にあるべきである。又、燃料棒バンドル内の各燃料棒は好ましくは、ある百分率濃度のプルトニウムをその成分の1つとして有していると共に、その百分率濃度は燃料棒内の任意の他の核分裂性物質の百分率濃度よりも高い。このように、本発明の原子炉燃料は、この種の原子炉用の燃料の一部として従来可能と考えられていた量のプルトニウムよりも多量のプルトニウムを含有している。
【0016】
原子炉の炉心において図2(A)及び図2(B)に示した型の従来の燃料バンドルの代わりに、図4(A)及び図4(B)に示した型の燃料バンドルを用いることにより、プルトニウムの利用が改善される。これは、図2(C)と図4(C)との比較からわかるようなこれら2つの異なった型の燃料バンドルの反応度曲線の実質的な合致により可能になる。炉心内で図2(A)及び図2(B)の燃料バンドルの代わりに、時間の経過と共に図4(A)及び図4(B)の燃料バンドルを用いることにより、図2(A)及び図2(B)に示した型の燃料バンドルを用いた場合と同様に炉心を運転させ且つ制御することができる。
【0017】
以上、本発明の最適な実施例と考えられるものについて説明したが、本発明の要旨の範囲内で様々な変更及び改変が可能であることを理解されたい。
【図面の簡単な説明】
【図1】炉心内の4つのバンドルから成っている1群の燃料バンドルの斜視図であって、支持構造体と、燃料バンドルを部分的に切除した燃料棒とを示す図である。
【図2】図2(A)は先行技術による燃料バンドル内の燃料棒の格子の概略平面図であり、図2(B)は図2(A)に示す個々の燃料棒の成分を示す図であり、図2(C)は図2(A)に示す典型的な燃料バンドルの反応度曲線を示す図ある。
【図3】図3(A)〜図3(C)は図2(A)〜図2(C)とそれぞれ類似の図であって、核分裂性物質として濃縮ウランとプルトニウムとを有している燃料バンドルについて示す図である。
【図4】図4(A)〜図4(C)は図2(A)〜図2(C)とそれぞれ類似の図であって、本発明の燃料バンドル設計による燃料棒の格子構成、燃料棒成分及び反応度曲線を示す図である。
【符号の説明】
12、14、16、18 燃料バンドル
20 燃料棒
22 ウォータロッド
24 燃料棒
B 燃料バンドル
C 炉心
Claims (7)
- 全体的に正方形に配列され、外周配列燃料棒と該外周配列燃料棒の内側に存在する内側配列燃料棒を有するMOX燃料バンドルにおいて、
前記内側配列燃料棒すべてが、所定の濃度の中性子吸収材を有しているMOX燃料バンドル。 - 前記外周配列燃料棒および内側配列燃料棒は、核分裂性プルトニウム及び他の核分裂性物質を有しており、核分裂性プルトニウムの百分率濃度は、他の核分裂性物質の百分率濃度よりも多い請求項1に記載のMOX燃料バンドル。
- 前記外周配列燃料棒は、可燃性毒物が欠如している請求項1又は請求項2に記載のMOX燃料バンドル。
- 前記内側配列燃料棒は、MOX燃料バンドル内の燃料棒の総数の20%よりも多い請求項1乃至は請求項3のいずれか一項に記載のMOX燃料バンドル。
- 前記内側配列燃料棒は、該燃料棒と平行な燃料バンドルの中心線について幾何学的に対称に設けられている請求項1乃至は請求項4のいずれか一項に記載のMOX燃料バンドル。
- 縦軸を無限増倍率に横軸を燃焼度にする反応度曲線図において、燃焼度が0GWd/stの際に無限増倍率が0.975以下を示し、燃焼度が10GWd/stの際に無限増倍率が1.125以上を示す反応度曲線を有している請求項1ないし請求項5のいずれか一項に記載のMOX燃料バンドル。
- 前記他の核分裂性物質は、ある濃度の濃縮ウランを含んでおり、前記中性子吸収材は、ガドリニウムを含んでいる請求項2乃至請求項6のいずれか一項に記載のMOX燃料バンドル。
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US5089210A (en) * | 1990-03-12 | 1992-02-18 | General Electric Company | Mox fuel assembly design |
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JPH09304566A (ja) | 原子炉燃料要素及び燃料集合体 |
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